DOLCE VITA

Нейтронно-физический код DOLCE VITA (Отраслевой нейтронно-физический расчетный код на базе диффузионного приближения) разрабатывается в ИБРАЭ РАН в рамках проекта «Коды нового поколения» и предназначен для моделирования активных зон быстрых реакторов в диффузионном многогрупповом приближении. Ключевой особенностью кода является возможность моделирования гетерогенных ячеек для учета конструкционных особенностей перспективных реакторных установок (РУ), включая особенности ТВС, органов СУЗ и др.

Основные сведения о коде

Программа для ЭВМ предназначена для расчетов следующих нейтронно-физических характеристик РУ с натриевым или свинцовым теплоносителем с заданным изотопным составом топлива, полученным по аттестованной программе для ЭВМ:

• эффективного коэффициента размножения нейтронов;
• запаса реактивности РУ;
• распределение мощности (усредненное по ТВС)
• эффективности групп и одиночных стержней СУЗ;
• коэффициентов и эффектов реактивности;
• пустотный эффект реактивности при опустошении активной зоны и натриевой полости;
• температурный коэффициент реактивности.

Версии кода, аттестационные паспорта

Текущая версия кода – DOLCE VITA/1.2. Версия кода DOLCE VITA/V1.1 аттестована Ростехнадзором (АП №500 от 14.12.2020) применительно к действующим и проектируемым РУ с натриевым теплоносителем (РУ БН-600, БН-800, БН-1200), проектируемым РУ со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-ОД-300) и их моделям на экспериментальных сборках быстрого физического стенда (БФС).

Опыт применения кода DOLCE VITA

Ежегодно проводятся учебные курсы в рамках Школы-семинара по кодам нового поколения, на которых участники курсов знакомятся с основными физическими принципами, математическими алгоритмами и программной реализацией, входными и выходными данными кода DOLCE VITA на примере специально разработанной учебной версии кода.

Программа для ЭВМ DOLCE VITA используется в качестве нейтронно-физического модуля интегрального кода ЕВКЛИД, предназначенного для анализа и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями, который позволяет моделировать поведение РУ БР в условиях нормальной эксплуатации (в стационарных и переходных режимах работы) и при проектных авариях путем выполнения связанных нейтронно-физических, термомеханических и теплогидравлических расчётов. Теплогидравлические и твэльные параметры, необходимые для вычисления нейтронно-физических характеристик, рассчитываются с применением соответствующих модулей. Интегральный код позволяет проводить самосогласованные расчеты анализа и обоснования безопасности АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.

ПРАВООБЛАДАТЕЛЬ

Российская Федерация, от имени которой выступает ГК «Росатом», и ИБРАЭ РАН.

РАЗРАБОТЧИКИ
ИБРАЭ РАН